WO1993018521A1 - Sicherheitseinrichtung gegen überdruckversagen eines kernreaktor-druckbehälters - Google Patents

Sicherheitseinrichtung gegen überdruckversagen eines kernreaktor-druckbehälters Download PDF

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WO1993018521A1
WO1993018521A1 PCT/DE1993/000180 DE9300180W WO9318521A1 WO 1993018521 A1 WO1993018521 A1 WO 1993018521A1 DE 9300180 W DE9300180 W DE 9300180W WO 9318521 A1 WO9318521 A1 WO 9318521A1
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pressure
safety device
piston
pressure relief
pressure vessel
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Horst-Dieter Stockhausen
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Siemens Aktiengesellschaft
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    • F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
    • F16—ENGINEERING ELEMENTS AND UNITS; GENERAL MEASURES FOR PRODUCING AND MAINTAINING EFFECTIVE FUNCTIONING OF MACHINES OR INSTALLATIONS; THERMAL INSULATION IN GENERAL
    • F16K—VALVES; TAPS; COCKS; ACTUATING-FLOATS; DEVICES FOR VENTING OR AERATING
    • F16K17/00—Safety valves; Equalising valves, e.g. pressure relief valves
    • F16K17/36—Safety valves; Equalising valves, e.g. pressure relief valves actuated in consequence of extraneous circumstances, e.g. shock, change of position
    • F16K17/38—Safety valves; Equalising valves, e.g. pressure relief valves actuated in consequence of extraneous circumstances, e.g. shock, change of position of excessive temperature
    • F16K17/383—Safety valves; Equalising valves, e.g. pressure relief valves actuated in consequence of extraneous circumstances, e.g. shock, change of position of excessive temperature the valve comprising fusible, softening or meltable elements, e.g. used as link, blocking element, seal, closure plug
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/004—Pressure suppression
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates to a safety device against overpressure failure of a nuclear reactor pressure vessel in the case of insufficient core cooling.
  • the invention is based on the consideration of significantly reducing the blow-off response pressure in the cooling circuit of a nuclear reactor, in particular in the primary circuit of a pressurized water reactor, so that in the very unlikely event of the reactor core overheating, the primary circuit pressure to values below 30 bar is automatically reduced. It is therefore an object of the invention to provide a safety device which allows this criterion to be met and thus forms a barrier against overpressure failure of the nuclear reactor pressure vessel in the event of core overheating.
  • a pressure relief valve which is loaded in a wall or pipeline of the pressure vessel and which is exposed to the primary pressure has a locking piece which is mounted so as to be longitudinally displaceable and which is kept sealed in its closed position by a soldering iron lock, when an upper limit temperature is reached in the interior of the reactor, on the other hand, the leads to the melting of the solder lock due to a limit temperature heat flow reaching it, is movable into its open position.
  • the closure piece is a differential pressure piston.
  • an advantageous embodiment of the safety device according to the invention is that the pressure relief valve is inserted into the wall of a main coolant line near the nuclear reactor pressure vessel.
  • Another advantageous embodiment consists in that the pressure relief valve is inserted into the wall of the pressure container at the level of the main coolant line connection piece and in wall areas between these.
  • the pressure relief valve is in a blow-off container outlet pipe connected.
  • the pressure relief line can, however, also be designed as a control line for a separate relief valve.
  • Melt solder alloys have proven to be particularly advantageous as silver solder alloys which are stable and radiation-resistant in a temperature range up to approximately 700 ° C.
  • the invention is based on two in the following
  • FIG. 1 shows a nuclear reactor pressure vessel in axial section with a safety device according to the invention, which comprises a pressure relief fitting installed in a main coolant line;
  • Figure 2 shows the detail II of Figure 1 of the pressure relief valve, enlarged in detail
  • FIG. 3 shows a steam circuit in which the blow-off line of the pressure relief valve serves as a control line for controlling a blow-off valve.
  • the nuclear reactor pressure vessel 1 (hereinafter referred to as the pressure vessel) of a pressurized water nuclear power plant, simplified in section, is designed, for example, for a thermal reactor output of 3765 MW, corresponding to an electrical gross output of 1300 MW.
  • the cooling water flows through the perforated lower grate 7 up through the Cooling channels of the fuel elements 3 heat up therein and then flow from the upper plenum 8 through outlet connection 9 and the so-called hot primary circuit 10 connected to a steam generator (not shown), where it gives off its heat to the secondary coolant via heat-exchanging pipes.
  • the flow of cooling water through the reactor core 2, the upper plenum 8 and the outlet connections is illustrated by flow arrows f2.
  • the cooled cooling water also referred to as primary coolant, is supplied by the steam generator via the so-called cold primary circuit line
  • the reactor pressure vessel 1 with its internals is for this pressure and temperature stress plus a safety margin designed. It consists of a pot-shaped lower container part 1A with a bottom caliper 11 and a ring flange 12 at its upper end, with which the arched lid IB having a counter flange 13 is screwed tightly (the lid screws are not shown, only screw through openings 14).
  • the latter is attached to a ring shoulder 17 of the ring flange 12 with a support flange 16.1 and receives the core 2 with the individual fuel elements 3 in its lower part.
  • the core 2 is covered by an upper grid plate 18, on which a guide frame 19 is supported, which has an upper support plate 19.1.
  • Control rods 20 are immersed in a part of the fuel assemblies, and the control rod drives are lowered or raised by control rod drives (not shown in detail) which are arranged above the cover IB can be.
  • a pressure relief valve 22 loaded with differential pressure is inserted into a pipe of the pressure vessel 1 (the hot main coolant line 10 is shown as a pipe).
  • This has a locking piece which is mounted so as to be movable in a longitudinally displaceable manner, in particular a differential pressure piston 23 (cf. the illustration according to FIG. 2), which is held in a sealing manner in its (illustrated) closed position by a solder lock 24, 25 upper limit temperature in the interior of the reactor, which, for example is 700 ° C., the brazier lock 24, 25 becomes due to one reaching it
  • the pressure P1 prevailing in the interior of the pressure vessel 1 can thus enter the blow-off line via the connecting pipe socket 26 and the open cross-section of the annular channel 27
  • the fusible link lock 24 is between sealing surfaces
  • the guide cylinder 31 is held in the valve housing 220 so that an annular space or annular channel 27 remains free as an overflow channel between its outer circumference and the inner circumference of the valve housing 220.
  • Guide vanes 32 which hold the guide cylinder 31 centrally are arranged in the annular space and are connected to the fitting housing wall.
  • the inlet cross section of the annular space or overflow channel 27 is, as shown " , sealed by the piston 23 in its normal position, but released in its release position. In the release position, the piston 23 is completely immersed in the guide cylinder 31.
  • the guide cylinder 31, which has a base 33 is provided with a pressure relief opening 34 in its base.
  • the pressure relief fitting 22 is inserted into the wall of the main coolant line 10, namely the so-called hot primary circuit line, near the pressure vessel 1.
  • An alternative embodiment would consist in that a connecting pipe socket 26 of the pressure relief fitting 22 is inserted into the cylinder wall of the pressure vessel 1 at the level of the main coolant line socket 4, 9 (see FIG. 1), namely in a circumferential space between them (not shown). .
  • the pressure relief valve 22 can also be designed as a pressure control valve 22 '(see FIG. 3). This has correspondingly smaller cross-sectional dimensions, and instead of the pressure relief line 28 a pressure control line 28 'is provided which is connected to a control piston unit 35 of a blow-off valve 36.
  • This blow-off valve 36 is connected on the inlet side to the system pressure Pl, which it normally blocks from a line 37 leading to a blow-off container (not shown).
  • the blow-off valve 36 would only be opened when the control valve 22 'responded in the event of the pressure vessel 1 overheating.
  • This blow-off valve can be the blow-off valve that is connected to the primary circuit line anyway in the vicinity of the pressure holder in conventional nuclear reactor plants.
  • the fitting 22 ' (in its reduced version as a pressure control fitting) can also be installed inside the pressure vessel 1, for example in the area of the lower grate 7 or the upper grating plate 18, so that it is even closer to possible hot spots is arranged and thus responds even faster.
  • the associated pressure control line 28 ' would then be passed through in a pressure-tight manner through the cover IB or at a point between the inlet and outlet ports 4, 9 to the outside.

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Abstract

Bei einer Sicherheitseinrichtung gegen Überdruckversagen eines Kernreaktor-Druckbehälters im Falle ungenügender Kernkühlung ist eine temperaturabhängig ansprechende Druckentlastung vorgesehen. Hierzu weist eine in eine dem Primärdruck ausgesetzte Wand des Druckbehälters (1) oder einer unmittelbar benachbarten Rohrleitung (10) eingesetzte differenzdruck-belastete Druckentlastungsarmatur (22) ein längsverschieblich bewegbar gelagertes Verschlußstück, insbesondere einen Differenzdruckkolben (23) auf, der durch eine Schmelzlotarretierung (24, 25) in seiner Schließstellung abgedichtet gehalten ist. Bei Erreichen einer oberen Grenztemperatur im Reaktorinneren, die zum Aufschmelzen der Schmelzlotarretierung aufgrund eines diese erreichenden Grenztemperatur-Wärmeflusses führt, wird der Differenzdruckkolben (23) in seine Öffnungsstellung verlagert. Bei entsprechend geringeren Querschnittsabmessungen der Druckentlastungsarmatur und der an diese angeschlossenen Leitungen kann die Druckentlastungsleitung (28) auch als Steuerleitung (28) für ein gesondertes Abblaseventil (36) ausgebildet sein.

Description

Sicherheitseinrichtung gegen Überdruckversagen eines Kernreaktor-Druckbehälters
Die Erfindung bezieht sich auf eine Sicherheitseinrichtung gegen Überdruckversagen eines Kernreaktor-Druckbehälters bei ungenügender Kernkühlung.
Wird bei einem Kernkraftwerk im allgemeinen und bei einem Druckwasserreaktor-Kernkraftwerk im besonderen das "äußerst unwahrscheinliche Versagen sämtlicher Kühleinrichtungen des Reaktorkerns unterstellt, so besteht die Gefahr, daß der Reaktorkern überhitzt wird. Bei einem Druckwasser- Kernkraftwerk wird ein unzulässiger Überdruck im Primär¬ kreis durch das Druckhaltesystem mit Sprüh- und Abblase- einrichtungen vermieden. Ein Abblasebehälter dient dazu, den beim Öffnen der Druckhalter-, Abblase- und Sicherheits¬ ventile und der Volumenregelsytem-Sicherheitsventile abge¬ blasenen Dampf zu kondensieren. Der Abblasebehälter ist zu etwa zwei Drittel mit Wasser gefüllt, darüber befindet sich ein Stickstoff-Polster. Bei Druckwasserreaktoren herrscht im Primärkreis ein Druck von z.B. 158 bar (Normalbetrieb).
Die Erfindung geht von der Überlegung aus, den Abblase- Ansprechdruck im Kühlkreis eines Kernreaktors, insbesondere im Primärkreis eines Druckwasserreaktors, temperaturabhän¬ gig wesentlich zu reduzieren, so daß im sehr unwahrschein¬ lichen Falle der Überhitzung des Reaktorkerns der Primär¬ kreisdruck auf Werte unter 30 bar automatisch herabgesetzt wird. Folglich ist Aufgabe der Erfindung, eine Sicherheits- einrichtung zu schaffen, die die Erfüllung dieses Kriteri¬ ums gestattet und damit eine Barriere gegen Überdruckver¬ sagen des Kernreaktor-Druckbehälters bei Kernüberhitzung bildet.
Erfindungsgemäß wird die gestellte Aufgabe bei einer
Sicherheitseinrichtung der eingangs genannten Art durch die folgenden Merkmale gelöst: Eine in eine dem Primärdruck ausgesetzte Wand oder Rohr¬ leitung des Druckbehälters eingesetzte differenzdruck- belastete Druckentlastungsarmatur weist ein längsverschieb- lich bewegbar gelagertes Verschlußstück auf, das durch eine Schmelzlotarretierung in seiner Schließstellung abgedichtet gehalten, bei Erreichen einer oberen Grenztemperatur im Re¬ aktorinneren dagegen, die zum Aufschmelzen der Schmelzlot¬ arretierung aufgrund eines diese erreichenden Grenztempera¬ tur-Wärmeflusses führt, in seine Öffnungsstellung bewegbar ist. Das Verschlußstück ist in bevorzugter Ausführung ein Differenzdruckkolben.
Weitere vorteilhafte Weiterbildungen sind in den Ansprüchen 3 bis 11 angegeben. Die mit der Erfindung erzielbaren Vor- teile sind vor allem darin zu sehen, daß bei Erreichen ei¬ ner bestimmten Grenztemperatur im Reaktorkern, die deutlich unterhalb der Versagenstemperatur des Reaktordruckbehälters liegt, die Schmelzlotarretierung zum Aufschmelzen gebracht und so das Verschlußstück freigegeben wird. Durch den Sy- stemdruck (Reaktordruck) wird der bevorzugt verwendete Differenzdruckkolben in seinem Führungszylinder bis zu einem Kolbenanschlag verschoben. Nach Erreichen des Kolben¬ anschlages wird der Systemdruck über den dabei geöffneten Abblasequerschnitt auf Werte unter 30 bar abgebaut. Eine vorteilhafte- Ausführung der Sicherheitseinrichtung nach der Erfindung besteht in diesem Zusammenhang darin, daß die Druckentlastungsarmatur in die Wand einer Hauptkühl¬ mittelleitung nahe dem Kernreaktor- Druckbehälter einge¬ setzt ist.
Eine andere vorteilhafte Ausführungsform besteht darin, daß die Druckentlastungsarmatur in die Wand des Druckbehäl¬ ters in Höhe der Hauptkühlmittelleitungsstutzen und in Wandbereiche zwischen diese eingesetzt ist.
Gemäß einer bevorzugten Ausführungsform ist die Druck¬ entlastungsarmatur an eine in einen Abblasebehälter mündende Abblaseleitung angeschlossen. Bei entsprechend geringeren Querschnittsabmessungen der Druckentlastungs¬ armatur und der an diese angeschlossenen Leitungen kann jedoch die Druckentlastungsleitung auch als Steuerleitung für ein gesondertes Abblaseventil ausgebildet sein. Als
Schmelzlotlegierungen haben sich Silberlotlegierungen als besonders vorteilhaft erwiesen, die in einem Temperatur¬ bereich bis ca. 700" C stabil und strahlungsresistent sind.
Im folgenden wird die Erfindung anhand zweier in der
Zeichnung dargestellter Ausführungsbeispiele noch näher erläutert. Darin zeigt:
Figur 1 einen Kernreaktor-Druckbehälter im Axialschnitt mit einer Sicherheitseinrichtung nach der Erfindung, die eine in eine Hauptkühlmittelleitung eingebaute Druck¬ entlastungsarmatur umfaßt;
Figur 2 die Einzelheit II aus Figur 1 der Druckentla- stungsarmatur, vergrößert im Detail und
Figur 3 eine DampfSchaltung, bei der die Abblaseleitung der Druckentlastungsarmatur als Steuerleitung zur Ansteue- rung eines Abblaseventils dient.
Der vereinfacht im Schnitt in Figur 1 dargestellte Kern¬ reaktor-Druckbehälter 1 (im folgenden: Druckbehälter) eines Druckwasser-Kernkraftwerks ist z.B. für eine thermi¬ sche Reaktorleistung von 3765 MW, entsprechend einer elek- trischen Bruttoleistung von 1300 MW, ausgelegt. Der Reak¬ torkern 2, welcher aus Brennelementen zusammengesetzt ist, von welchen nur ein einzelnes 3 dargestellt ist, wird mit Leichtwasser gekühlt, das über Einlaßstutzen 4 eintritt und in einem Ringraum 5 abwärts strömt (vgl. Strömungs- pfeile fl) . Vom unteren Plenum 6 strömt das Kühlwasser durch den perforierten unteren Rost 7 aufwärts durch die Kühlkanäle der Brennelemente 3, wärmt sich darin auf und fließt dann vom oberen Plenum 8 durch Auslaßstutzen 9 und die daran angeschlossene sogenannte heiße Primärkreislei¬ tung 10 zu einem nicht dargestellten Dampferzeuger, wo es seine Wärme über wärmetauschende Rohre an das Sekundärkühl¬ mittel abgibt. Die Kühlwasserströmung durch den Reaktor¬ kern 2, das obere Plenum 8 und die Austrittsstutzen ist durch Strömungspfeile f2 verdeutlicht. Vom Dampferzeuger wird das gekühlte Kühlwasser, auch als Primärkühlmittel bezeichnet, über die sogenannte kalte Primärkreisleitung
(nicht dargestellt) zum Eintrittsstutzen 4 des Druckbehäl¬ ters 1 wieder zurückgepumpt, so daß sich im Normalbetrieb ein kontinuierlicher Kreislauf einstellt. Im Normalbetrieb steht das Primärkühlmittel im Primärkreis und damit auch innerhalb des Druckbehälters 1 unter einem Druck von ca. 158 bar, die Kühlmitteltemperatur am Austrittsstutzen 9 beträgt etwa 329 βC. Der Reaktordruckbehälter 1 mit seinen Einbauten ist für diese Druck- und Temperaturbeanspruchung zuzüglich eines Sicherheitszuschlages ausgelegt. Er besteht aus einem topfförmigen Behälterunterteil 1A mit Bodenkalot¬ te 11 und Ringflansch 12 an seinem oberen Ende, mit welchem der einen Gegenflansch 13 aufweisende gewölbte Deckel IB dichtend verschraubt ist (die Deckelschrauben sind nicht dargestellt, lediglich Schraubendurchgangsöffnungen 14). Von den Einbauten seien nur die wichtigsten erwähnt: Eine untere Siebtonne 15, darüber der schon genannte untere Rost 7, welcher den Boden eines Kernbehälters 16 bildet. Letzterer ist mit einem Tragflansch 16.1 an einer Ring¬ schulter 17 des Ringflansches 12 eingehängt und nimmt in seinem unteren Teil den Kern 2 mit den einzelnen Brennele¬ menten 3 auf. Der Kern 2 ist durch eine obere Gitterplatte 18 abgedeckt, auf welcher sich ein Führungsgerüst 19 ab¬ stützt, welches eine obere Tragplatte 19.1 aufweist. In einen Teil der Brennelemente tauchen Steuerstäbe 20 ein, die von nicht näher dargestellten, oberhalb des Deckels IB angeordneten Steuerstabantrieben abgesenkt oder angehoben werden können. Bei einer Vier-Loop-Anlage befinden sich über den Umfang des Druckbehälters 1 verteilt in der Ebene 21-21 abwechselnd vier Auslaßstutzen 9 und vier Einla߬ stutzen 4. Das unter einem überkritischen Druck gehaltene und deshalb flüssige Primärkühlmittel bedeckt im Normalbe¬ trieb nicht nur den Kern 2, sondern füllt auch das obere Plenum 8 etwa bis zur oberen Tragplatte 19.1 aus. Es ist deshalb eine wirksame Kühlung auch derjenigen Einbauten gewährleistet, die zwar selbst keine Wärme erzeugen (wie die Brennelemente 3), sondern durch Gamma-Strahlung einer sogenannten Gamma-Aufheizung unterliegen. Fällt der Wasser¬ stand im Druckbehälter aufgrund eines sehr'unwahrscheinli¬ chen Ausfalls aller Kühl- und Notkühleinrichtungen, so beginnt die Bauteiltemperatur (normalerweise ca. 400° C) zu steigen, und Wärme wird insbesondere durch Strahlung und Leitung verstärkt an den Druckbehälter 1 abgegeben, insbesondere dann, wenn der Wasserstand bis zur oberen Gitterplatte 18 oder noch etwas darunter abgefallen ist. Diese Überhitzung wird in dem noch realtiv frühen Stadium von der Sicherheitseinrichtung nach der Erfindung ausge¬ nutzt, ein Überdruckversagen des Druckbehälters 1 bei der erwähnten ungenügenden Kernkühlung mit Sicherheit zu ver¬ hindern.
Hierzu ist eine in eine Rohrleitung des Druckbehälters 1 (dargestellt ist die heiße Hauptkühlmittelleitung 10 als Rohrleitung) eingesetzte differeπzdruck-belastete Druck¬ entlastungsarmatur 22 vorgesehen. Diese weist ein längsver- schieblich beweglich gelagertes Verschlußstück, insbesonde- re einen Differenzdruckkolben 23 auf (vgl. die Darstellung nach Figur 2), der durch eine Schmelzlotarretierung 24, 25 in seiner (dargestellten) Schließstellung abdichtend gehal¬ ten wird.. Bei Erreichen einer oberen Grenztemperatur im Re¬ aktorinneren, die z.B. bei 700° C liegt, wird die Sch elz- lotarretierung 24, 25 aufgrund eines sie erreichenden
Grenztemperaturwärmeflusses aufgeschmolzen. Sie kann dann nicht mehr den auf sie wirkenden Scherkräften widerstehen, so daß der Differenzdruckkolben 23 aufgrund der an ihm angreifenden Differenzdruckkräfte in seine Offenstellung verlagert wird. Die Druckdifferenz ergibt sich zu P = Pl - Pn, mit Pl = Innendruck, PQ = Außendruck.
Der im Innenraum des Druckbehälters 1 herrschende Druck Pl kann somit über den Anschlußrohrstutzen 26- und den geöff¬ neten Querschnitt des Ringkanals 27 in die Abblaseleitung
28 im Zuge des Abblasestromes abgebaut werden, vgl. Pfeile f3. Die Schmelzlotarretierung 24 ist zwischen Dichtflächen
23.1 des Kolbens 23 und zugehörigen Sitzflächen 29 der Druckentlastungsarmatur 22 angebracht. Diese Sitzflächen
29 sind im dargestellten Beispiel von Innenumfangsflachen des Anschlußrohrstutzens 26 gebildet, der im Bereich der Sitzflächen mit einer zusätzlichen Armierung versehen sein kann. Diese Schmelzlotarretierung ist so ausgelegt, daß sie bei Normaltemperatur einem Differenzdruck von- 160 bar leicht standhalten kann. Als zusätzliche Sicherheit ist eine weitere Schmelzlotarretierung 25 zwischen den Kolben- umfangsflachen 23.2 (am Eintauchende des Kolbens 23) und Führungsflächen 30 am Innenumfaπg eines Führungszylinders 31 angeordnet. Kolben 23 und Führungszylinder 31 sind vorzugsweise als Hohlkörper ausgebildet, weil dadurch der Wärmefluß ohne große Verluste und gezielt das Schmelzlot erreicht.
Der Führungszylinder 31 ist im Armaturengehäuse 220 zen¬ triert so gehalten, daß zwischen seinem Außenumfang und dem Innenumfang des Armaturengehäuses 220 ein Ringraum bzw. Ringkanal 27 als Überströmkanal freibleibt. Im Ring¬ raum sind den Führungszylinder 31 zentrisch halternde Leit¬ flügel 32 angeordnet und mit der Armaturengehäusewand ver¬ bunden. Der Einlaßquerschnitt des Ringraumes bzw. Über¬ strömkanals 27 wird, wie dargestellt", durch den Kolben 23 in dessen Normalstellung abgedichtet, dagegen in seiner Auslösestellung freigegeben. In der Auslösestellung ist der Kolben 23 vollständig in den Führungszylinder 31 eingetaucht. Zur Erzeugung des Differenzdrucks am Kolben 23 und zur Erleichterung der Eintauchbewegung ist der einen Boden 33 aufweisende Führungszylinder 31 mit einer Druckentlastungsöffnung 34 in seinem Boden versehen.
Wie erwähnt, ist die Druckentlastungsarmatur 22, wie dar¬ gestellt, in die Wand der Hauptkühlmittelleitung 10, und zwar der sogenannten heißen Primärkreisleitung, nahe dem Druckbehälter 1 eingesetzt. Eine alternative Ausführungs¬ form bestünde darin, daß ein Anschlußrohrstutzen 26 der Druckentlastungsarmatur 22 in die Zylinderwand des Druck¬ behälters 1 in Höhe der Hauptkühlmittelleitungsstutzen 4, 9 (vgl. Figur 1) und zwar in einem Umfangszwischenraum zwischen diesen, eingesetzt ist (nicht dargestellt).
Die Druckentlastungsarmatur 22 kann auch als eine.Druck¬ steuerarmatur 22' (vgl. Figur 3) ausgebildet sein. Diese hat entsprechend geringere Querschnittsabmessungen, und anstelle der Druckentlastungsleitung 28 ist eine Druck¬ steuerleitung 28' vorgesehen, welche an eine Steuerkolben¬ einheit 35 eines Abblaseveπtils 36 angeschlossen ist. Dieses Abblaseventil 36 ist eingangsseitig an den System¬ druck Pl angeschlossen, welchen es normalerweise von einer zu einem nicht näher dargestellten Abblasebehälter führen¬ den Leitung 37 absperrt. Erst bei Ansprechen der Steuer¬ armatur 22' im Falle einer Überhitzung des Druckbehälters 1 würde das Abblaseventil 36 geöffnet. Bei diesem Abblase¬ ventil kann es sich um das bei konventionellen Kernreaktor- anlagen ohnehin in der Nähe des Druckhalters an die Primär¬ kreisleitung angeschlossenes Abblaseventil handeln.
Die Armatur 22' (in ihrer verkleinerten Ausführung als Drucksteuerarmatur) kann auch im Inneren des Druckbehälters 1 installiert sein, z.B. im Bereich des unteren Rostes 7 oder der oberen Gitterplatte 18, so daß sie noch näher zu eventuellen Heißstellen angeordnet ist und damit noch schneller anspricht. Die zugehörige Drucksteuerleitung 28' würde dann nach Art einer schlanken Meßleitung durch den Deckel IB oder an einer Stelle zwischen den Ein- und Aus- laßstutzen 4, 9 druckdicht nach außen hindurchgeführt.
Ob nun eine direkte Abblasefunktion (Figuren 1 und 2) oder eine indirekte Abblasefunktion im Überhitzungsfalle ver¬ wirklicht wird, beides bedeutet einen Sicherheitsgewinn, weil der Druck im Inneren des Druckbehälters 1 auf Werte kleiner als 30 bar abgesenkt wird. Dadurch wird garantiert, daß selbst im Falle des sogenannten Kernsch elzens und eines darauf unter Umständen folgenden Abschmelzens des Druckbehälterbodens die Trag- und Haltestruktur des Druck- behälters 1 wie auch die übrige Kernreaktor-Geb udestruktur lediglich höchstens Auslegungskräften ausgesetzt werden. Da ein Kernschmelz-Störfall bei der Standard-Druckwasser¬ reaktorbauform zu einer höchst unwahrscheinlichen Ereignis zählt, so kann die Abblasearmatur 22 bzw. 22' in den Lei- tungsstutzen 10 bzw. die Druckbehälterwand eingeschweißt sein. Es kann jedoch auch eine druckfeste Flanschverbindunq vorgesehen sein, welche eine Inspektion der Schmelzlotstel¬ len in bestimmten Zeitabständen (wenn der Druckbehälter wegen eines Brennelementwechsels ohnehin drucklos gemacht ist) gestattet.

Claims

Patentansprüche
1. Sicherheitseinrichtung gegen Überdruckversagen eines Kernreaktor-Druckbehälters bei ungenügender Kernkühlung, mit den folgenden Merkmalen: eine in eine dem Primärdruck ausgesetzte Wand oder Rohr¬ leitung (10) des Druckbehälters (1) eingesetzte differenz- druck-belastete Druckentlastungsarmatur (22) weist ein längsverschieblich bewegbar gelagertes Verschlußstück (23) auf, welches durch eine Schmelzlotarretierung (24, 25) in seiner Schließstellung abgedichtet gehalten, bei Erreichen einer oberen Grenztemperatur im Reaktorinneren dagegen, die zum Aufschmelzen der Schmelzlotarretierung (24, 25) aufgrund eines diese erreichenden Grenztemperatur-Wärme¬ flusses führt, in seine Öffnungsstellung bewegbar ist.
2. Sicherheitseinrichtung nach Anspruch 1, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß das Verschlußstück (23) ein Differenzdruckkolben ist.
3. Sicherheitseinrichtung nach Anspruch 1 oder 2, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß die Druckentlastungsarmatur (22) an eine in einen Abblase- behälter mündende Abblaseleitung (28) angeschlossen ist.
4. Sicherheitseinrichtung nach Anspruch 1 oder 2, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß die Schmelzlotarretierung (24) zwischen Dichtflächen (23.1) des Verschlußstückes (23) und zugehörigen Sitzflächen (29) der Druckentlastungsarmatur (22) angebracht ist.
5. Sicherheitseinrichtung nach Anspruch 4, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß bei einem Differenzdruckkolben die Schmelzlotarretierung (25) zusätzlich'zwischen Kolbenumfangsflachen (23.2) und Führungsflächen (30) am Innenumfang eines Führungszylinders (31) angeordnet ist.
6. Sicherheitseinrichtung nach einem der Ansprüche 2 bis 5, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß
Differenzdruckkolben (23) und Führungszylinder (31) als Hohlkörper ausgebildet sind.
7. Sicherheitseinrichtung nach Anspruch 5 oder 6, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß der
Führungszylinder (31) im Armaturengehäuse (220) zentriert so gehalten ist, daß zwischen seinem Außenumfang und dem Innenumfang des Armaturengehäuses ein Ringkanal (27) als Überströmkanal freibleibt, daß im Ringkanal (27) den Führungszylinder (31) zentrisch halternde Leitflügel (32) angeordnet und mit der Wand des Armaturengehäuses (220) verbunden sind, und daß der "Einlaßquerschnitt des Überströmkanals (27) durch den Druckdifferenzkolben (23) in dessen Normalstellung ab- gedichtet, dagegen in seiner Auslösestellung freigegeben ist.
8. Sicherheitseinrichtung nach einem der Ansprüche 5 bis
7, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß der Führungszylinder (23) an seinem kolben-abgewandten Ende einen Boden (33) mit einer Druckentlastungsöffnung (34) aufweist.
9. Sicherheitseinrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 8, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e t , daß die
Druckentlastuπgsarmatur (22) in die Wand einer Hauptkühl¬ mittelleitung (10) nahe dem Kerπreaktor-Druckbehälter (1) eingesetzt ist.
10. Sicherheitseinrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis
8, d a d u r c h g e k e n n z e i c h n e .t , daß die Druckentlastungsarmatur (22) in die Wand des Druckbehälters (1) in Höhe der und zwischen den Hauptkühlmittelleituπgs- stutzen (4, 9) eingesetzt ist.
11. Sicherheitseinrichtung nach einem der Ansprüche 1 bis 9, d a d u r c h g e k e .n n z e i c h n e t , daß bei entsprechend geringeren Querschnittsabmessungen der Druck¬ entlastungsarmatur (22) und der an diese angeschlossenen Leitungen die Druckentlastungsleitung als Steuerleitung (281) für ein gesondertes Abblaseventil (36) ausgebildet ist.
PCT/DE1993/000180 1992-03-03 1993-03-02 Sicherheitseinrichtung gegen überdruckversagen eines kernreaktor-druckbehälters WO1993018521A1 (de)

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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2722267A1 (fr) * 1994-07-07 1996-01-12 Siemens Ag Element de robinetterie de detente de pression et procede pour detendre la pression a l'interieur d'un recipient sous pression
WO1996020486A1 (de) * 1994-12-23 1996-07-04 Siemens Aktiengesellschaft Notkühleinrichtung für eine kernreaktoranlage und verfahren zur notkühlung eines reaktorkerns

Families Citing this family (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19853618C1 (de) * 1998-11-20 2000-06-21 Siemens Ag Kernkraftanlage
DE60025570T2 (de) * 1999-07-14 2006-09-21 Luxembourg Patent Co. S.A. Sicherheitsventil für Druckbehälter
US8077824B2 (en) * 2003-08-15 2011-12-13 Pebble Bed Modular Reactor (Proprietary) Limited Support arrangement
DE10361453B3 (de) * 2003-12-23 2005-09-15 Voith Turbo Gmbh & Co. Kg Verschluss mit thermischer Sicherungsfunktion
US8588360B2 (en) 2007-11-15 2013-11-19 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Evacuated containment vessel for a nuclear reactor
US8687759B2 (en) * 2007-11-15 2014-04-01 The State Of Oregon Acting By And Through The State Board Of Higher Education On Behalf Of Oregon State University Internal dry containment vessel for a nuclear reactor
US9984777B2 (en) 2007-11-15 2018-05-29 Nuscale Power, Llc Passive emergency feedwater system
US20110150167A1 (en) * 2009-08-28 2011-06-23 Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8488734B2 (en) * 2009-08-28 2013-07-16 The Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8712005B2 (en) * 2009-08-28 2014-04-29 Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US9269462B2 (en) * 2009-08-28 2016-02-23 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8929505B2 (en) * 2009-08-28 2015-01-06 Terrapower, Llc Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
JP6241869B2 (ja) * 2013-07-31 2017-12-06 一般財団法人電力中央研究所 コンクリートキャスクの除熱装置およびコンクリートキャスク
CN106663477B (zh) * 2014-05-05 2019-06-04 阿斯瓦德因特公司 用于核反应堆压力容器的被动减压系统
CN111503327B (zh) * 2020-03-30 2021-11-09 中广核研究院有限公司 浮动阀门装置及其工作方法、压力容器

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2742179A (en) * 1955-01-21 1956-04-17 Bendix Aviat Corp Thermal safety plug
US4567016A (en) * 1983-06-24 1986-01-28 Tong Long S Venting means for nuclear reactors
DE3526377A1 (de) * 1985-07-24 1987-02-05 Kernforschungsanlage Juelich Kernreaktor, insbesondere hochtemperaturreaktor

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE3617524A1 (de) * 1986-05-24 1987-11-26 Kernforschungsanlage Juelich Vorrichtung zur automatischen druckentlastung von temperaturgefaehrdeten behaeltern
US5080857A (en) * 1989-09-19 1992-01-14 General Electric Company Passive lower drywell flooder

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2742179A (en) * 1955-01-21 1956-04-17 Bendix Aviat Corp Thermal safety plug
US4567016A (en) * 1983-06-24 1986-01-28 Tong Long S Venting means for nuclear reactors
DE3526377A1 (de) * 1985-07-24 1987-02-05 Kernforschungsanlage Juelich Kernreaktor, insbesondere hochtemperaturreaktor

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2722267A1 (fr) * 1994-07-07 1996-01-12 Siemens Ag Element de robinetterie de detente de pression et procede pour detendre la pression a l'interieur d'un recipient sous pression
DE4423979A1 (de) * 1994-07-07 1996-01-18 Siemens Ag Druckentlastungsarmatur sowie Verfahren zur Druckentlastung eines Druckbehälters
DE4423979C2 (de) * 1994-07-07 2000-05-31 Siemens Ag Druckentlastungsarmatur sowie Verfahren zur Druckentlastung eines Druckbehälters
WO1996020486A1 (de) * 1994-12-23 1996-07-04 Siemens Aktiengesellschaft Notkühleinrichtung für eine kernreaktoranlage und verfahren zur notkühlung eines reaktorkerns

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Publication number Publication date
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